摘要：反应堆退役是需要重点关注的核设施退役工作之一。本文总结了全球反应堆退役情况;提出了广义的退役技术概念,构建了由退役管理及总体技术、退役专用技术和共性支撑技术构成的反应堆退役技术体系;对政策法规和标准、技术路线、工程管理等退役管理及总体技术进行了论述;对安全停闭、特性调查、去污、切割拆除拆毁、废物管理、退役终态管理等退役专项技术进行了分析;对数智化退役、辐射防护与监测等共性支撑技术进行了探讨。经综合分析论证展望了具体退役技术的发展方向和未来反应堆退役技术的发展趋势。

摘要：金刚石绳锯切割是一种新型无损静力切割技术,具有环保、高效、安全等特性,在核设施退役重混凝土结构切割拆除方面表现出了巨大潜力。本文介绍了某核设施重混凝土结构的拆除现状,并以热室的重混凝土结构为研究对象,开展了不同冷却方式和不同切割方式对切割拆除的影响研究。结果表明:采用水冷却金刚石绳锯、下压拉切的方式,切割比重为4.2 t/m^(3)的重混凝土,磨损系数最低为1.4×10^(−5),切割效率最高可达0.66 m^(2)/h。

摘要：为提升核设施退役去污能力,提出高压二氧化碳载送干冰喷射去污方法。基于Fluent软件建立了喷射去污系统中关于喷嘴与去污箱体内部流场的分析模型,通过流场分析获得了干冰颗粒速度分布。以靶距、喉半径、喷嘴长度、干冰粒径、压力为关键参数,以干冰颗粒对污染表面的冲击应力与分布直径的乘积为去污评价指标,分别开展了1.5、3 mm口径喷嘴流场分析的正交试验。通过均值响应分析和主效应分析掌握了各关键参数对去污性能的影响规律,获得最优参数组合。分析结果表明:关键参数优化后,1.5 mm口径喷嘴去污性能提升了5.64%,3 mm口径喷嘴去污性能提升了15.8%,后者去污性能是前者的1.3倍,但前者的二氧化碳利用率是后者的3倍,具有更好的经济性。该分析结果可为喷嘴选型和喷射去污系统参数计算提供支撑。

摘要：为解决放射性废树脂长距离管道输送过程中废树脂沉积造成管道局部热点的工程难题,通过流动理论计算和管道综合受力分析,并结合实际的工程设计,建设了一套约1300 m的废树脂长距离输送管道系统。该管道采用内壁整体光滑设计思想,管道热补偿利用管道自补偿、大弯曲半径方形补偿器和空间Z形补偿结构等,阀门、管件均订制与管道内径匹配,安装完毕后,进行了液压、模拟输送和工程验证试验。验证结果表明,该废树脂输送管道解决了长距离管道输送过程中废树脂沉积造成管道局部热点的工程问题,系统固有安全性高、操作简便,显著缩短操作时间、减少二次放射性废物产生、降低人员劳动强度和受照剂量,工程应用效果良好。

摘要：高通量工程试验堆(HFETR)自建成运行以来,其二回路温排水经南安溪进入青衣江,开展南安溪与青衣江的水温监测是评估高通量工程试验堆温排水对青衣江水温影响的必要内容。结合HFETR的温排水排放口位置与沿途的实地情况,共布点6个水温监测点位,涵盖排放口上游参照点、温排水中途流经区域等点位,实现了高通量工程试验堆温排水流经区域水温的同时监测和连续监测。监测结果表明,温排水经排放口进入南安溪后,河段水温有提升,在之后约3 km的河段水温逐渐下降,至青衣江主河道处的水温值相较于青衣江上游参照点的水温值提升小于0.6℃,故HFETR的建成运行对青衣江水温的影响符合法规标准中关于水温提升小于1℃的排放要求。HFETR的建成运行对青衣江水温的影响在可控和可接受范围内。

摘要：在核动力装置检修或者退役过程中,常常会应用高压水射流对现场的放射性污染进行去除。在常规高压水射流去污装置的基础上,提出了一种基于比例-积分-微分(PID)的电动调节控制,研究压力与流量单独控制在高压水射流去污中的应用。经过理论分析结合去污实验验证,结果表明:采用改进的流量与压力同步控制方法,在高压水射流去污过程中,在其他影响因素相同的情况下,采用较大的水流量,去污因子反而较小,但是这种变化趋势是趋于平缓的。因此,采用改进后的高压水射流去污装置在相同压力下达到相同的去污效果,可以明显减少二次放射性废液产生量,具有较高的市场应用价值。

摘要：核设施退役与三废治理过程中会产生大量表面被沾污的不锈钢金属部件,作业环境和人员将面临潜在的放射性污染和受照剂量问题。针对不锈钢金属表面的^(60)Co污染问题,设计了手持式电化学试验装置对不锈钢表面污染进行合理有效的原位去污;采用正交实验法优化电解液浓度、电流密度和电极间距等电化学工艺参数,并对不锈钢表面^(60)Co污染进行去污验证。研究结果表明,本文建立的电化学原位去污方法具有去污时间短、效率高等优点;在电解时间为30 s、电解液为10 mol/L硝酸、电流密度为0.3 A/cm^(2)、电极间距为0.4 cm的条件下,此方法对不锈钢表面^(60)Co污染的去污效率可达99.9%以上,腐蚀深度大于10μm,可使污染降低至环境本底辐射水平。

摘要：将电感耦合等离子体质谱法(ICP-MS)与电感耦合等离子体原子发射光谱法(ICP-AES)联合使用,结合2种仪器的优势,建立仪器分析和数据处理方法。采用建立的联合方法实测了辐照后镍金属制备63Niβ放射源工艺监控样品的63Ni活度浓度,并将所测结果与液体闪烁计数器法(LSC)测量结果进行对比。结果表明,2种方法所测结果的最大偏差为5.1%,测量结果的不确定度为4.4%(k=2),证明该联合测量方法准确可行。

摘要：强放热室作为反应堆材料辐照检验的配套设施,其辐射水平高、结构复杂、去污难度较大。针对强放热室退役不锈钢壳体去污的特殊性和复杂性,开展了高压水射流去污、可剥离膜去污和机械打磨去污3个单项去污试验和去污工艺试验研究,并创新性的提出了一种强放热室不锈钢壳体高效复合去污工艺。经工程去污实践验证,去污后热室不锈钢覆面表面污染水平均低于40 Bq/cm^(2),去污因子最高达110以上,达到了国内先进水平。热室高效复合去污技术的研发解决了强放热室不锈钢壳体表面去污的技术难题,降低了退役阶段工作人员的受照剂量,保护了工作人员和环境的安全,具有显著的经济、社会效益。

摘要：63Ni是通过在反应堆中子辐照62Ni而产生的,产生的63Ni再经过分离提纯,制成高纯63NiCl2溶液。以在高通量工程试验堆内辐照逾30a的镍靶件为实验对象,采用ZGANR170核级阴离子树脂对辐照后镍靶件溶解液中的63Ni进行提纯,最终得到高纯度的63NiCl2溶液产品。详细介绍了分离提纯原理、热实验分离步骤和最佳分离条件。酸度对分离的影响实验研究表明,当HCl浓度大于等于9 mol/L时才能获得了良好的分离效果。镍纯化过程对γ核素的去污系数为2.33×103,63NiCl2产品核纯度大于99.9%。辐照后镍靶件经溶解、体系转换、分离提纯全流程63Ni的回收率为86.5%。